基于14 MeV中子的烧氚历史诊断模拟研究

针对直接测量16.7 MeV进行烧氚历史诊断所需聚变产额高的情况,模拟研究了利用14 MeV中子与副靶作用产生的非弹伽马进行烧氚历史诊断的情况,计算了几种材料14 MeV中子作用产生的次级伽马能谱以及切伦科夫辐射阈能之上的非弹伽马数目,对副靶材料和厚度进行了选择。计算了14 MeV中子产生的切伦科夫光子时间谱,分析了光电转换器件处伽马、电子以及正电子等噪声信号,分析了气体切伦科夫系统测量统计涨落与聚变中子产额之间的关系,确定了气体切伦科夫系统所适用的最低聚变中子产额,通过测量14 MeV中子与副靶产生的非弹伽马进行烧氚历史诊断较直接测量16.7 MeV伽马可将测量所需聚变中子产额降低2个量级。     

氘氘中子产额铟活化诊断方法

提出了活化法测量DD中子产额的实验方法,该方法可提高DD中子产额测量的精度。方法基于铟同位素115In与DD中子的非弹性散射反应,活化反应释放的射线被HPGe探测器记录,根据活化系统标定灵敏度推算出中子产额。分析了探测器记录的活化射线数与中子产额间的关系。介绍了一套活化测量的系统设计。通过蒙特卡罗方法模拟了活化样品出射的射线数与样品厚度的关系,模拟结果表明:样品厚度取为1 cm可兼顾活化效率和测量精度。在加速器上对铟活化样品进行了标定实验,实验结果表明:在聚变中子产额大于2109的实验中可使用铟活化诊断方法,中子产额测量的相对标准误差在10%以内。随着聚变中子产额的不断提高,铟活化测量中子产额的精度可进一步提高。     

三流道喷嘴涡流管能量分离特性的研究

涡流管是一种可以产生冷热分离效应的结构简单的装置,尽管其在结构和操作上非常简单,但管内发生的能量交换过程却极其复杂。以压缩空气作为涡流管的工作介质,对涡流管能量分离特性进行了实验研究,获得了涡流管制热效应、制冷效应与进气压力以及冷流率之间的关系。研究结果表明:在冷流率 μ_c<85％时,喷嘴进口压力愈高,三流道喷嘴涡流管的制冷效应愈好,制热效应也愈好;冷流率愈高,三流道喷嘴涡流管的制冷效应愈差,但三流道喷嘴涡流管的制热效应愈好。     

碰撞几何构型对相对论重离子碰撞旁观者核子的影响（英文）

在不同的核物质对称能下利用约束的Skyrme-Hartree-Fock-Bogolyubov计算得到了形变核的核子分布,基于此计算了RHIC能量下形变核碰撞产生的自由旁观者核子数及中质子产额比,并分析了中子皮和碰撞几何构型的影响。本工作发现,相比于其他碰撞构型,长椭球核的头对头碰撞和扁椭球核的腰对腰碰撞产生的自由旁观者核子数最少。旁观者中质子产额比敏感于中子皮的平均厚度,因此是对称能的良好探针,但不同碰撞几何构型所得到的产额比依赖于中子皮的极化角分布。在某些碰撞体系中,碰撞几何构型的效应大约为对称能效应的50%。由于²³⁸U和⁹⁶Zr的特殊形变中子皮,相对于其他碰撞构型,旁观者中质子产额比对对称能的敏感性在头对头的²³⁸U+²³⁸U碰撞和腰对腰的⁹⁶Zr+⁹⁶Zr碰撞得到了增强。此研究可能开启新的研究方向,即通过筛选高能形变核碰撞的几何构型来研究形变的中子皮分布。     

2GW功率下CFETR中子屏蔽的初步中子学研究

在中国聚变工程实验堆(CFETR)真空室最新设计尺寸下,利用蒙特卡洛中子输运程序(MCNP)建立一维中子学模型,在2GW 的聚变功率下进行了计算。分析了中子反射材料ZrH₂ 对中子的屏蔽效果,发现200mm 的反射层可以屏蔽94.3%的中子通量和94.9%的中子核热。研究CFETR 在运行10 个满功率年(FPY)和20FPY 后,对应不同中子壁载荷的最小屏蔽包层厚度。结果显示,装置运行10FPY 后中子壁载荷在1.0MW·m⁻²、1.5MW·m⁻²、 2.5MW·m⁻² 时所对应的最小屏蔽包层厚度分别为44cm、53cm、65cm;而在装置运行20FPY 后,则需要在径向方向更厚的屏蔽包层才能满足中子屏蔽要求。屏蔽包层的尺寸优化将为目前阶段的CFETR 先进包层设计提供参考。     

核爆发电问题中核燃料循环的中子学研究

研究核爆聚变电站中的一类中子学问题——如何利用核爆炸产生的大量中子生产核燃料.首先,根据核爆中子场的特点,确定可以利用的中子能量范围.用慢化理论对慢化材料的厚度进行估计,并用MCNP程序进行数值计算.研究如何利用中子反照效应减少造材料层的厚度,最后提出一个较合理的造材料技术路线.     

激光加热等离子体研究

本文研究了上升时间为毫微秒的万兆瓦量级的钕玻璃激光脉冲与多种含氘材料平板靶之间的相互作用。重点测量了等离子体的中子产额、电子温度和后向反射激光的各种特性(包括反射率、空间、时间及光谱结构)。 关键词：     

材料二次电子产额对腔体双边二次电子倍增的影响

采用蒙特卡罗抽样与粒子模拟相结合的方法,数值研究了材料二次电子产额对腔体双边二次电子倍增瞬态演化及饱和特性的影响.研究发现:随着材料二次电子产额的增加,二次电子增长率以及稳态二次电子数目和振幅均呈现增加的趋势,放电电流起振时间逐步缩短,稳态电流幅值以及放电功率平均值和振幅值均呈现逐步增加并趋于饱和的规律,沉积功率波形延时以及脉宽呈现逐步增加并趋于饱和的趋势.粒子模拟给出了高/低二次电子产额情况下的电子相空间分布、电荷密度分布、平均碰撞能量、平均二次电子产额、二次电子数目和放电电流的细致物理图像.模拟结果表明:高二次电子产额材料,饱和时更倾向趋于单边二次电子倍增类型分布;低二次电子产额材料的二次电子倍增饱和特性由空间电荷场的"去群聚"效应和"反场"效应同时决定,而高二次电子产额材料的二次电子倍增饱和特性则主要是由发射面附近的强空间电荷场"反场"效应决定的.     

氘代乙烷团簇库仑爆炸产生高能氘核和中子的研究

采用简化库仑爆炸模型对强激光脉冲照射氘代乙烷团簇发生的库仑爆炸过程进行数值模拟,研究了氘代乙烷团簇爆炸产生的氘核动能、中子产额与团簇尺寸的关系,且与氘代甲烷团簇产生的氘核动能及中子产额进行了比较.研究表明,尺寸为5 nm的氘代乙烷团簇在发生库仑爆炸后氘核的最大动能为20.96 keV,获得的中子产额为6.31×105,比同尺寸氘代甲烷团簇产生的氘核最大动能及中子产额更大.因此相对于氘代甲烷团簇,大尺寸的氘代乙烷团簇更适合作为激光驱动团簇库仑爆炸获得高额中子的靶材,这与报道的实验推论相一致.     

磁控溅射铂抑制镀银表面的二次电子发射

降低表面的二次电子产额是抑制微波部件二次电子倍增效应和提升功率阈值的有效途径之一,目前主要采用在表面构造陷阱结构和沉积非金属薄膜的方法降低二次电子产额,其缺点是会改变部件的电性能.针对此问题,采用在表面沉积高功函数且化学惰性的金属薄膜来降低二次电子产额.首先,采用磁控溅射方法在铝合金镀银样片表面沉积100 nm铂,测量结果显示沉积铂后样片的二次电子产额最大值由2.40降至1.77,降幅达26%.其次,用相关唯象模型对二次电子发射特性测量数据进行了拟合,获得了在40-1500 eV能量范围内能够准确描述样片二次电子产额特性的Vaughan模型参数,以及在0-50 eV能量范围内能够很好地拟合二次电子能谱曲线的Chung-Everhart模型参数.最后,将获得的实验数据和相关拟合参数用于Ku频段阻抗变换器的二次电子倍增效应功率阈值仿真研究,结果表明通过沉积铂可将部件的功率阈值由7500 W提升至36000 W,证实了所提方法的有效性.研究结果为金属材料二次电子发射特性的研究提供实验数据参考,对抑制大功率微波部件二次电子倍增效应具有参考价值.     

大空腔探测系统主动中子多重性反应系数模拟研究

为确定主动中子多重性反应系数对测量精度的影响,对大空腔探测系统主动中子多重性方法测量铀部件质量的全过程进行了直接模拟,基于MCNPX对28组相同浓缩度、相同密度、不同质量的内径1.2cm的半球壳型铀部件进行了模拟研究,获得了反应系数与样品增殖的关系曲线。对半球型、内径1.2cm的半球壳型铀部件的模拟测量质量偏差都在1.5%以内,对内径3.2cm的半球壳型、半径6cm和8cm的圆柱型等形状差异较大的铀部件质量也仅偏小5%~10%。     

引入源-样品距离影响的主动中子多重性质量反演公式北大核心CSCD

主动中子多重性计数测量方法是常用的核材料质量无损测量方法,已广泛应用于核材料衡算、核安保测量与军控核查等领域。我们通过对JMCT中子-光子输运程序的二次开发,实现了对经典点模型铀样品质量估算实验的数值模拟,并提出了改进的铀样品质量计算公式。该算法可以显著降低本实验中源-样品耦合与源中子反照等作用对铀样品质量估算精度的影响。建立了主动中子多重性计数测量探测系统模型和32个铀样品半球壳模型,模拟得到了与铀样品距离不同的DT源和AmLi源主动中子多重性计数,利用数值模拟手段检验了质量估算算法的有效性。数值模拟结果表明,改进的铀质量估算算法可以使质量估算的平均偏差率降低到10%以下。     

中子多重性钚-铀部件质量测量系统及实验进展

为了对核弹头中拆卸下来的和处于库房存储状态的核部件的质量进行无损测量,搭建了一个由32根3 He正比计数管和方型高密度聚乙烯慢化腔体构成的中子多重性探测器,采用8通道电子学处理器件进行中子脉冲信号分析,基于5组252 Cf中子源对中子多重性探测器进行标定,验证了自主开发的标定算法,获取了系统标定参数。分别对6个武器级罐装钚部件,7个罐装铀部件进行中子多重性实验测量,实验分析结果显示:基于点模型修正后的钚部件中子多重性质量测量值与标称值偏差小于1.5%,基于双Am-Li源标定曲线法的铀部件质量测量偏差小于5%。     

次临界能源堆物理设计进展

聚变-裂变混合能源堆包括聚变中子源和次临界能源堆,主要目标是生产电能。回顾了国内外混合堆的发展历史,给出混合能源堆设计的边界条件和约束条件,说明次临界能源堆以铀锆合金为燃料、水为冷却剂的设计思想。利用输运燃耗耦合程序MCORGS计算了混合能源的燃耗,给出了中子有效增殖因数、能量放大倍数和氚增殖比等物理量随时间的变化。通过分析能谱和重要核素随燃耗时间的变化,说明混合能源堆与核燃料增殖、核废料嬗变混合堆的不同特点。论述了混合堆的热工设计并进行了安全分析。对于燃耗数值模拟程序,通过多家对算,保证其计算结果的可信性。针对次临界能源堆的特点,利用贫铀球壳建立了贫铀聚乙烯装置和贫铀LiH装置,并且专门设计加工了天然铀装置,开展铀裂变率、造钚率、产氚率等中子学积分实验,验证了数值模拟的可靠性。     

大空腔探测系统的Am-Li中子优化屏蔽

为了减少Am-Li中子本底对高浓铀部件质量主动多重性测量的影响,对大空腔探测系统(NPLNMC)Am-Li中子本底的优化屏蔽进行了模拟研究,提出了一个基于高密度聚乙烯为中子屏蔽体的优化方案。通过对比模拟结果与屏蔽前实验测量结果,发现屏蔽使Am-Li中子本底探测效率明显降低,从原来的15.77%降为屏蔽后的1.94%,大约降低了87.7%;而屏蔽对裂变中子计数的影响却相对较小,只比屏蔽前降低约2.4%。本底中子计数的降低明显提高了系统对铀部件质量测量的灵敏度,在3000s测量时间内,其质量测量下限从原来的大约6.4kg下降到屏蔽后的2.6kg;同时,屏蔽后的NPL-NMC系统在相同测量条件下,铀部件质量测量准确性提高50%以上。     

主动中子多重性铀质量测量模拟研究

中子多重性技术常用于测量和核查核材料,尤其针对具有较厚屏蔽的对象具有不可替代的优势。钚的自发裂变率较高,可以采用被动测量方法,目前已有多款不同的测量装置。然而铀材料的自发裂变率较低只能采用主动测量方法。现有的主动井型符合计数器（AWCC）能够进行主动中子多重性测量铀材料质量,但依然存在探测效率较低,Am-Li中子源产生偶然符合大等缺点。为提高铀材料测量的效率和精度,对主动中子多重性测量方法开展深入研究非常必要。本文参考AWCC模型,利用Geant4软件对探测器和粒子的输运过程进行建模。研究了多重性移位寄存器的不同符合门宽、不同延迟时间对铀测量结果相对偏差的影响规律。计数器的最佳门宽为44 μs,门宽取值范围在计数器衰减时间的1.5倍左右合适;延迟时间大于3倍计数器衰减时间后,相对偏差显著减少。最后讨论了235U富集度变化对主动中子多重性测量结果的影响。为后续主动中子多重性铀质量测量仪器的设计提供了参考。     

基于脉冲中子源法的CiADS反应性测量蒙卡模拟分析

脉冲中子源法(PNS)是加速器驱动次临界系统反应性测量的一种重要技术.利用蒙卡软件建立CiADS次临界反应堆模型,模拟注入脉冲质子束的过程,获得的中子通量的时间演化谱.采用Python语言编程实现脉冲叠加过程,给出稳定缓发中子本底,实现脉冲中子源法的次临界反应堆的反应性测量模拟,给出脉冲周期注入下堆芯不同位置处的中子变...     

热中子分析探雷的中子源慢化装置设计与优化

与传统的地雷探测技术相比,热中子分析(Thermal Neutron Analysis,简称TNA) 探雷技术具有准确率高、虚警率低和对环境适应性强的特点,但探测速度较慢,制约了其广泛应用。为了提高地雷位置处的慢热中子通量,缩短探测时间,提出了一种基于252Cf 的中子源慢化装置设计构型,主要包含中子慢化层、中子反射层、本底 屏蔽层和侧向中子吸收层4 个部分。采用数值模拟的方法比较了4种常用中子慢化(反射) 材料的性能,优选高密度聚乙烯作为慢化材料,石墨作为反射材料。同时,为了满足辐射安全要求,对屏蔽材料的结构进行了优化计算。按照设计构型搭建了TNA 探雷实验平台。在104 n/s 中子源强下优化了慢化层和反射层的厚度,测试了装置慢化效能,在107 n/s 中子源强下评估了装置辐射安全性能。结果表明,采用该装置可使地雷位置处的慢热中子通量提升11 倍以上,并能有效保障辐射安全。Compared with the traditional landmine detection methods, Thermal Neutron Analysis (TNA) landmine detection has the advantages of high accuracy, low false alarm rate and strong adaptability to the environmental change.But the long detection time restrict the wide application of this technology. In order to shorten the detection time, one possible design of neutron moderation device based on 252Cf neutron source is proposed to enhance the moderated neutronflux in mine position. The device consists of four parts, the neutron moderator, the neutron reflector, the background shield and the useless neutron absorbing layer. Then, the performance of four widely used materials in neutronics was compared with MCNP5 code, and HDPE was chosen as the neutron moderator material, graphite as the neutron reflector material. The thickness of the useless neutron absorbing layer was optimized at the same time. Finally, an experimental platform of 252Cf neutron moderation device was assembled on the basis of simulation results, and a series of experiments were carried out to optimize the geometric dimensions and evaluate the dose equivalent with two different strengths neutron source, 104 and 107 n/s. The results indicate that this device can effectively enhance the thermal neutron flux at mine position by more than 11 times and ensure the radiation safety.     

主动中子多重性法估算铀材料质量的不确定性（英文）

近年来,国际社会对核材料保护、控制和衡算日益加强。对不明材料损失量(MUF)的关注逐渐提升。铀材料质量不确定性测量在估算铀材料生产量中扮演重要角色。由于铀材料自发裂变相对较弱,主动中子多重性法被应用于估算铀材料质量。通过拟合对不同系列铀金属壳的数值模拟结果,获得了描述铀材料质量与主动中子多重性特征之间的算法和参数。得到的关系表明,可以通过分析不同重数中子多重性探测结果获得铀部件的质量。对不同探测条件下的模拟结果的定量分析,确定了探测系统设置对铀质量估算的影响,以及认知不确定性和随机不确定在估算过程中传播对质量估算的影响。对不确定度的分析获得了本文模拟采用的探测系统的最佳源强和探测时间窗设置,在此设置下,质量估算的不确定性最小。     

CFBR-Ⅱ堆增殖反应性转换系数计算

CFBR-Ⅱ堆增殖反应性转换系数是利用源倍增方法获取次临界反应性的关键参数,该参数在多次标定实验中数值不同,为了解释该现象,从输运方程出发,对中子源倍增方法增殖反应性转换系数进行推导;针对不同反应性的CFBR-Ⅱ堆,采用蒙特卡罗方法,对表达式中的每个参量进行计算,得到不同反应性下的增殖反应性转换系数.通过分析得出,增殖反应性转换系数取决于缓发中子份额、外源中子的相对价值、增殖系统和替代系统的泄露几率比及探测器的探测效率比;CFBR-Ⅱ堆增殖反应性转换系数不是常数,而是随反应性变化的.